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基于子通道程序的铅铋反应堆失流事故不确定性分析
核能科学与工程 | 更新时间：2024-10-25
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    • 基于子通道程序的铅铋反应堆失流事故不确定性分析

    • Uncertainty analysis of loss of coolant flow accident in lead–bismuth reactor using subchannel code

    • “在反应堆热工领域，通过不确定性分析方法，SUBCHANFLOW程序能提高计算可靠性，为设计提供参考。”
    • 核技术   2024年47卷第8期 文章编号：080603

    • DOI：10.11889/j.0253-3219.2024.hjs.47.080603    

      中图分类号： TL425

    • 收稿日期：2023-11-07，

      修回日期：2024-01-13，

      纸质出版日期：2024-08-15

    移动端阅览

  • 王凯,杨俊康,赵鹏程.基于子通道程序的铅铋反应堆失流事故不确定性分析[J].核技术,2024,47(08):080603-080603. DOI： 10.11889/j.0253-3219.2024.hjs.47.080603.

    WANG Kai,YANG Junkang,ZHAO Pengcheng.Uncertainty analysis of loss of coolant flow accident in lead–bismuth reactor using subchannel code[J].NUCLEAR TECHNIQUES,2024,47(08):080603-080603. DOI： 10.11889/j.0253-3219.2024.hjs.47.080603.

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相关作者

王纳秀
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中国科学院大学
中国科学院上海应用物理研究所
南华大学 湖南省数字化反应堆工程技术研究中心
南华大学 核科学技术学院
华北电力大学 核科学与工程学院
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